Типы аварий на АЭС

Типы аварий на АЭС

Аварии на АЭС являются одними из самых опасных в энергетике. Приведены основные типы подобных аварий на примере реактора ЭГП-6.

Содержание

Типы аварий

Теплоотводные аварии

При "гильотинном" разрыве трубопровода контура наибольшего диаметра и при срабатывании по аварийным сигналам аварийной защиты (АЗ) реактора температура твэла проходит в процессе через максимум и в наиболее горячей точке активной зоны в максимуме равна: - при отказе всех активных каналов расхолаживания 710°С (предельная теплоотводная авария);максимум достигается через ~ 20 ч; теплота рассеивается в окружающее реактор пространство; разгерметизация наружных оболочек твэлов не наступает; часть наиболее "горячих" твэлов теряет работоспособность из-за расплавления в них матричного материала; - при сохранении в работе только контура СУЗ максимальная температура в процессе не превысит 610°С: расплавления магниевой матрицы в твэлах не происходит, твэлы сохраняют работоспособность; - при срабатывании насосного канала САОР (с задержкой включения 90 с) максимальная температура твэла не превысит 410°С. Сохранение в работе только газового контура при отказе всех водяных контуров снижает максимальную температуру твэла на 100°С.

Потеря электропитания собственных нужд от всех внешних и внутренних источников на длительное время

Принята потеря электропитания собственных нужд не неопределенное (неограниченное) время всех категорий (первая - аккумуляторные батареи, вторая - дизель-генераторы, третья - штатное). Потеря электропитания вызывает срабатывание аварийной защиты реактора и закрытие стопорного клапана турбины. Прекращается подача питательной воды в контур РУ, останавливаются насосы контура СУЗ, насосы технической воды, вентиляторы вентсистемы. Основной контур РУ сохраняет герметичность. Энергия остаточного тепловыделения и аккумулированная энергия (прежде всего графитовой кладки) отводится на начальном этапе кипящей водой контура РУ. Генерируемый при этом в контуре пар сбрасывается через главный предохранительный клапан, который периодически открывается и закрывается, что приводит к колебаниям давления в контуре. Этот процесс продолжается до момента, когда потери тепла от РУ превысят поступление тепла в теплоноситель. Сброс пара из контура прекращается, давление в контуре РУ начинает снижаться вследствие расхолаживания. В контуре остается достаточное количество воды до полного залива активной зоны для обеспечения бескризисного теплоотвода. На рис. 3 приведено изменение ряда характерных параметров в процессе расхолаживания. В процессе аварии изменяется температура воздуха в реакторном зале (через 10 суток она не превышает 40°С), в боксе барабана-сепаратора (через то же время не превышает 50°С),вода в баках биозащиты нагревается до 100°С и закипает, уровень воды в баках понижается за 200 ч процесса на ~ 1 м.

Авария с максимальным высвобождением положительной реактивности при отказе аварийной защиты

Наиболее тяжелыми по последствиям авариями для водографитовых реакторов являются аварии с массовым разрывом ТК (ТВС), находящихся под рабочим давлением теплоносителя. Самопроизвольный ввод положительной реактивности возможен в следующих исходных событиях аварий: самоход стержней АР, КС, обезвоживание каналов УЗ. Все варианты для РУ типа ЭГП-6 подробно исследованы. Ниже приведены результаты расчетного анализа аварийного процесса РУ ЭГП-6 для случая самохода стержней АР. Самоход двух стержней АР приводит к вводу положительной реактивности ~ 0.5 ?эф со скоростью,определяемой максимальной скоростью движения стержней 180 мм/с при перемещении на 2750 мм (т.е. две пары стержней извлекаются поочередно из среднего положения). Выписки из протокола процесса показывают следующее развитие процесса. Максимальная мощность реактора 419% достигается к 36 с с момента движения стержней. Нарастание температуры твэлов, форсируемое выходом на кризис теплоотдачи, является фактором, тормозящим рост мощности. На 36 с давление достигает 223%, и перегретые твэлы с 31 с начинают разрушаться давлением теплоносителя. Рост давления в контуре РУ обусловлен возрастанием генерации пара при ограниченном пропуске турбины (она отключается на 15 с) и главных предохранительных клапанов. Примечание: возможность сохранения герметичности контура РУ при давлении 223% от номинала проблематична; однако вариант сценария с разрушением контура РУ за пределами реакторного пространства смягчает протекание аварии; помимо разгрузки от давления твэлов быстрее снижается мощность из-за более быстрой потери теплоносителя из активной зоны. Из-за потерь теплоносителя и разогрева твэлов мощность реактора снижается. Самоглушение реактора произойдет к ~ 1500 с из-за отравления реактора ксеноном. Максимальная температура твэлов после осушения достигается к 800 с и составляет 1400°С. В этот период происходит расплавление оболочек твэлов в 8 ТВС. После самоглушения в активную зону должен быть введен поглотитель. В противном случае мощность реактора вновь возрастает после разотравления, которое, по расчету, начнется через 15 ч. Самым тяжелым последствием этой аварии является поступление в реакторное пространство пароводяной смеси в больших количествах через разрывы твэлов (ТК). Для ЭГП-6 (при самом тяжелом сценарии) к 61 с разрывается по одному твэлу в 126 ТВС. Это приводит к истечению ~ 440 кг/с. При недостаточных сбросных устройствах из реакторного пространства возможно разрушение кожуха реактора (для ЭГП-6 в этой аварии, по расчету, наступает разрыв кожуха, для реактора нового поколения АТУ.2 предусмотрены необходимые сбросные устройства). Кроме того, расчеты показали, что в авариях с опорожнением контура РУ при несрабатывании защиты включение САОР серьезно ухудшает протекание аварии: самоглушения реактора не наступает,мощность реактора становится "пульсирующей" - чередуются возрастания и снижения мощности на весьма высоком уровне с поражением твэлов. В связи с этим в РУ ЭГП-6 и АТУ.2 введена блокировка: подача охлаждающей воды от аварийной системы в контур РУ допустима только тогда, когда появляется сигнал о вводе стержней A3 в активную зону.

Гипотетические тяжелые аварии

Сценарии этих аварий предполагают наложение длительного (до разотравления реактора) отказа аварийной защиты на аварии с различными исходными событиями, касающимися собственно реакторной установки. При этом большая часть этих исходных событий обусловливает потерю теплоносителя из контура: разрыв барабана-сепаратора или опускного трубопровода групповой петли, прекращение подачи воды в один раздаточный групповой коллектор, несанкционированный ввод положительной реактивности. Кроме того, принимается: при отказе A3 ввести поглотитель в активную зону иными средствами не представляется возможным; вода от аварийных систем в разрушенный контур не подается из-за ее блокировки при несрабатывании A3. Анализ показал, что в протекании гипотетической аварии можно выделить 3 периода:

  • относительно короткий, реализуемый менее, чем за 1 ч с момента появления исходного события, в течение которого могут происходить разрывы элементов контура и его опорожнение, разогрев (перегрев) твэлов, прекращение цепной реакции деления - "самоглушение" реактора;
  • продолжительность -15 ч, когда реактор остается подкритичным, параметры меняются медленно, возможно некоторое снижение температуры твэлов;
  • начало определяется возобновлением цепной реакции деления из-за разотравления реактора (в некоторых процессах идет ускорение разотравления из-за выхода части ксенона при высокой температуре).

Необходимо заметить, что возможности расчетного анализа процессов третьего периода скованы ограниченностью представлений о состояниях и поведении вещества, прежде всего топлива и конструкций в условиях высокой температуры (превышающей 3000°С), а также недостаточной развитостью расчетной модели этих процессов. В связи с этим по достижении соответствующей границы применимости кода ТАПВГР расчет прерывается. Во всех исследованных случаях наиболее опасным оказывался именно третий период. Его протекай иг обусловлено вводом положительной реактивности вследствие снижения содержания 135Хе и обратных связей по температуре топлива и графита. Такая обусловленность определяет примерке одинаковое протекание процессов третьего периода для всех аварий : полной потерей теплоносителя, если зта потеря произошла в первом или втором периодах.

Анализ гипотетических тяжелых аварий с водографитовыми реакторами показывает, что для этих реакторе в существуют, хотя и очень маловероятные сценарии аварий, при которых достигается плавление топливного материала диоксида урана (для этого необходим длительный отказ аварийной защиты реактора в ряде аварий). В корпусных реакторах со стержневым; твэлами расплавление активной зоны возможно за счет остаточного тепловыделения при отказе одной защитной системы - системы аварийного расхолаживания реактора при срабатывании аварийной защиты. Чернобыльская авария развивалась, повидимому, по трехпериодному сценарию. В первом - произошел взрыв, разрушивший реактор и выбросивший значительную часть топлива из реактора, вместе с тем первый период закончился самоглушением оставшейся части активной зоны. Второй - период отравленного состояния реактора составил ~ 20 ч. Третий - начался с возникновения цепной реакции после разотравления оставшейся части зоны. Отсутствие организованного теплосъема с топлива в конечном счете привело к его расплавлению. Радиационное поражение окружающего пространства в первом периоде было незначительным, оно носило локальный характер (зона вблизи станции). Третий период привел к образованию "черного столба". Выбросы стали поражать огромное пространство (десятки-сотни км по радиусу). Предотвратить третий период можно было бы вводом поглотителя в оставшуюся часть активной зоны во втором периоде.

См. также

Литература

  1. Уроки Чернобыля.Технические аспекты.Сборник докладов. Том 1

Wikimedia Foundation. 2010.

Нужен реферат?

Полезное


Смотреть что такое "Типы аварий на АЭС" в других словарях:

  • Аварии на АЭС — являются одними из самых опасных в энергетике. Приведены основные типы подобных аварий на примере реактора ЭГП 6 Содержание 1 Типы аварий 1.1 Теплоотводные аварии …   Википедия

  • Авария на Чернобыльской атомной станции — Координаты: 51°23′22.39″ с. ш. 30°05′56.93″ в. д. / 51.389553° с. ш. 30.099147° в. д …   Википедия

  • Чернобыльская катастрофа — Координаты: 51°23′22.39″ с. ш. 30°05′56.93″ в. д. / 51.389553° с. ш. 30.099147° в. д …   Википедия

  • Ядерная авария — Содержание 1 Наиболее известные радиационные аварии 2 См. также 3 Ссылки …   Википедия

  • зона — 3.11 зона: Пространство, содержащее логически сгруппированные элементы данных в МСП. Примечание Для МСП определяются семь зон. Источник: ГОСТ Р 52535.1 2006: Карты идентификационные. Машиносчитываемые дорожные документы. Часть 1. Машин …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • авария — 3.4 авария: Разрушение сооружений и (или) технических устройств, применяемых на опасном производственном объекте; неконтролируемые взрывы и (или) выбросы опасных веществ [1]. Источник: ГОСТ Р 52734 2007: Устройства пломбировочные для опасных… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • система — 4.48 система (system): Комбинация взаимодействующих элементов, организованных для достижения одной или нескольких поставленных целей. Примечание 1 Система может рассматриваться как продукт или предоставляемые им услуги. Примечание 2 На практике… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации

  • ВВЭР-1000 — Монтаж корпуса реактора ВВЭР 1000 на Балаковской АЭС Тип реактора водо водяной …   Википедия

  • Гермооболочка — Глубокоэшелонированная защита реактора: физические барьеры …   Википедия

  • схема — 2.59 схема (schema): Описание содержания, структуры и ограничений, используемых для создания и поддержки базы данных. Источник: ГОСТ Р ИСО/МЭК ТО 10032 2007: Эталонная модель управления данными 3.1.17 схема : Документ, на котором показаны в виде… …   Словарь-справочник терминов нормативно-технической документации


Поделиться ссылкой на выделенное

Прямая ссылка:
Нажмите правой клавишей мыши и выберите «Копировать ссылку»